- 年份
- 2016（1）
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- 刊名
- 原子能科学技术（1）
- 作者单位
- 清华大学（1）
- 语种
- 汉语（1）
- 关键词
- SA508Gr3.Cl.1钢（1）
- 严重事故（1）
- 临界热流密度（1）
- 熔融物堆内滞留（1）
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- 作者
- 常华健（1）
- 杨胜（1）
- 胡腾（1）
- 赵宇峰（1）
- 陆维（1）
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- 真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究北大核心CSCDCSTPCD摘要：通过反应堆压力容器外部冷却（ERVC）实现熔融物堆内滞留（IVR）技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中，建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM ，开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC‐临界热流密度（CHF）试验研究。试验采用去离子水作为试验工质，获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理，讨论了在去离子水下表面材料 SA508 Gr3. Cl.1钢的…查看全部>>